CNFC-3G型核燃料容器在运输中的振动数据分析与研究

利用中国包装科研测试中心物流监控技术实验室研发的Scout100型物流综合记录仪对CNFC-3G型核燃料容器在运输过程中的振动数据进行记录与分析。从空间三轴向来记录该型核燃料容器内、外的前后、左右、上下方向的随机振动信号,并拟合出容器内部、外部各轴向的随机振动PSD曲线。通过对容器内外PSD曲线的比对,分析该型容器结构的共振特性。

特种叉车——核燃料容器专用装卸车

随着我国核电站工业的发展,核工业部某厂为满足广东大亚湾核电站对核燃料的需求,在引进生产核燃料的过程中,对核容器的装卸运输提出了特殊要求。我厂在较短时间内即为该厂运装核燃料容器而设计制造出专用装卸车,如图所示,现简介如下:

核燃料组件运输容器用螺栓防松性能试验研究

核燃料组件运输容器在运输过程中由于振动及初始预紧力大小不适当等,会导致容器各部分组件产生螺栓连接松动或发生一定程度的螺纹咬死现象,对于核燃料组件等的安全可靠运输十分不利。基于紧固件横向振动试验机,考核了在使用过程中,不同形式垫片以及不同预紧力数值条件下螺栓连接的防松性能。实验结果表明,在不同预紧力下单螺母和平垫片基本不具备防松性能,弹簧垫片在一定程度下具有防松性能,但在较短振动周期下即失效。锥形垫片与双叠垫片在振动条件下具有良好的防松性能。针对现有防松结构的研究与试验测试可挑选出最有利于核燃料组件运输容器的防松结构,获得最佳的螺栓预紧力,切实指导核燃料组件的运输、装箱等工作,提高我国核燃料组件运输容器的安全性能。

核电新燃料运输容器聚氨酯泡沫填充材料寿命预测

核电新燃料运输容器长期服役寿命主要受限于填充在壳体中起防震和隔热作用且不可更换的硬质聚氨酯泡沫材料。为评估填充在新燃料运输容器中的硬质聚氨酯泡沫材料的老化寿命,分别在不同温度条件下对硬质聚氨酯泡沫材料进行加速热氧老化试验,定期监测其压缩性能、颜色及微观形貌变化规律,分析其热氧老化行为。根据聚氨酯泡沫材料在不同温度下的压缩强度变化规律,获得聚氨酯泡沫材料在不同温度条件下的老化失效时间,采用阿伦尼乌斯方程外推法预测其在实际服役温度条件下的老化寿命。结果表明,聚氨酯泡沫材料适宜的热氧老化试验温度区间为100~120℃。经微观形貌观察,新燃料运输容器聚氨酯泡沫填充材料在热氧老化试验期间发生泡孔塌陷和泡孔壁破裂的现象,导致压缩强度下降。通过计算分析,在新燃料运输容器设计最高使用温度38℃条件下,预测聚氨酯泡沫材料服役寿命为54 a,能够满足30 a的设计要求。

液滴法制备空心玻璃微球的过程分析

将液滴法制备空心玻璃微球 (HGM)的过程划分为液滴的形成、凝胶球壳的形成与干燥、干凝胶球壳的熔炼等阶段 ,分析了各阶段的物理过程 ,提出了控制液滴大小、初始速率和液滴中玻璃形成物含量的定量方法 ,阐述了炉体轴向温度分布。

核反应堆间质材料

威斯康辛大学麦迪逊分校不久前获得100万美元基金用于核反应堆研究项目，包括第四代核反应堆、先进燃料运转方式及核氢问题。在一个3年计划中，麦迪逊分校将研究氧化物、碳化物和氮化物等核燃料间质及核燃料容器对辐照损伤的抵御能力。